大修期間運行技術規范的遵守

曲世慶

【摘 要】本文針對大修期間運行技術規格書的特殊要求，分析和論述開展大修活動時應特別關注的注意事項。

【關鍵詞】運行技術規格書；大修；檢查規程

通過概率風險評價（PSA）的分析研究表明，大修期間諸多的不安全因素和狀態等對堆芯熔化的貢獻占相當大的比例。嚴格遵守運行技術規格書確定的規則，可以確保安全重要系統在故障或事故下的正確運行，也是確保事故程序發揮作用的一個基本前提。

1 大修期間主要存在的核安全風險

針對核安全控制的三大功能，反應性控制、堆芯冷卻和放射性物質的包容而言，機組大修期間的核安全風險同功率運行相比一點也沒有降低。相反在大修期間，由于大量核安全相關設備因為維修而退出運行，安全保障系統可能不可用。而且在發生事故時，操縱員可以動用的對策手段也相對較少。下面就核安全控制的三大功能對大修期間存在的主要核安全風險進行分析。

1.1 反應性控制

就反應性控制而言，盡管大修時反應堆處于次臨界狀態，自持鏈式反應已經終止，然而在此階段發生誤稀釋、意外臨界的風險相當大。此時控制棒可能全部插入堆芯，控制誤稀釋的手段相對較少，而且反應堆處于次臨界狀態，與功率運行時相比發現和探測到誤稀釋的難度增加。在功率運行時若發生誤稀釋，一回路平均溫度馬上會變化，用于一回路平均溫度控制的控制棒組立刻會有響應，而隨后△I會變化，對于這一系列變化容易被反應堆操縱員所發現和作出正確判斷，然而在次臨界狀態下，發現和探測到誤稀釋的手段相對較少，只有通過源量程中子通量和一回路硼濃度的變化來發現可能的誤稀釋，而一旦發現，時間也較晚，而且在大修時系統和設備的狀態多變，進行水傳輸的機會較多，操作頻繁，發生人因失誤的幾率也大為增加，因此發生誤稀釋的幾率也相對較大。

1.2 堆芯冷卻

就堆芯的冷卻而言，在大修期間盡管自持鏈式裂變反應已經終止，然而堆芯中有大量的剩余釋熱需要保證得到有效地導出，否則將聚集從而導致燃料元件損壞。同時大修過程中由于需要檢修（機械或電氣檢修），可能導致燃料組件只有一列冷源，增加燃料元件失去冷卻的幾率。

1.3 放射性包容

對于放射性物質的包容而言，在大修期間，核安全三道屏障不一定完整，燃料組件可能在堆芯，也可能在核燃料廠房，而在燃料組件的裝卸料的過程中，燃料組件損壞的可能性也較大，而作為第二道屏障的一回路壓力邊界也開啟，第三道屏障安全殼也開啟，所以一旦發生放射性物質泄漏，其中部分安全屏障可能不可用，其直接后果可能造成放射性物質直接向環境排放。

2 大修期間運行技術規格書的特殊要求及注意事項

本人結合實際工作，針對運行技術規格書中一些難點和容易出現偏離運行技術規格書的情況，進行分析和討論，以便嚴格的遵守運行技術規格書，從而保證機組的安全。

2.1 維修冷停堆相關問題

在機組大修期間，機組處于維修冷停堆時的核安全風險是很大的，在實際工作過程中，若沒有很好地理解維修冷停堆的定義，很容易造成偏離運行技術規格書，特別是在大修期間工作任務十分繁重的情況下。

維修冷停堆的主要風險：

1）蒸汽發生器不可用（一回路小開口除外），堆芯余熱導出只能通過其它需供電的設備來實現；

2）水裝量較少，一回路可能在RRA運行最低水位，水的熱慣性很少，失去冷卻很快將導致堆芯裸露；

3）同樣因為水裝量少，發生誤稀釋時后果要嚴重得多，因為稀釋得快；

4）RRA在低水位運行時，RRA泵汽蝕或者入口渦流的從而導致失去冷卻的風險大。

正因為維修冷停堆具有上述主要風險，所以運行技術規格書規定在維修冷停堆工況要求必須四路電源可用（兩路廠外電源和兩路廠內電源），而在換料冷停堆和正常冷停堆卻沒有這樣要求。

同時為了降低主回路低水位時的核安全風險，運行技術規格書規定：當主回路水位低于壓力容器法蘭面時，要求下列設施可用：

1）向主回路提供重力補水的連接；

2）通過RIS系統從換料水箱補水；

3）通過RRA系統從換料水箱補水；

4）通過RRA系統從乏燃料水池補水；

5）兩個機組的RCV系統的連接，依據事故規程在主控室進行該連接的應用。

當次臨界30天后過渡到RRA低水位運行時，規程中的措施的實施要求9LKI配電盤和RIS011PO泵（其流量可排出余熱）可用，通過9LGIB配電盤， 9LGIB配電盤由相鄰機組的LGD配電盤供電。

在一回路小開口之前（例如開啟穩壓器排氣閥、進行目視水位計在線等）必須要求從正常冷停堆過渡到維修冷停堆的DHP合格簽字之后才能進行。

同樣在機組狀態向上走的過程中，在一回路充水排氣完閉最后關閉穩壓器排氣閥之前，必須要求從維修冷停堆過渡到正常冷停堆的DHP合格簽字之后才能進行。

2.2 停堆通量

在維修冷停堆和換料冷停堆，控制棒全部插入堆芯，源量程高通量緊急停堆保護功能實際上已經無效了。

稀釋事故分析表明，只要停堆狀態下高通量閾值的設定始終至多等于停堆狀態下正常通量的3倍，那么在出現故障發生誤稀釋，反應堆重返臨界前，操縱員就擁有足夠的干預時間。

所以必須根據技術規格書的要求按照當前實測中子通量水平（Ф0）來及時調整停堆通量高報警信號。

2.3 主泵停運時防止誤稀釋的規定

已經進行的反應性事故研究表明：在一回路主泵停運的運行工況下，如果硼濃度非常低的水和/或冷水、體積為m3數量級的進入一回路的話，反應堆堆芯的后果將非常嚴重。

事實上，失去強迫循環和如果自然循環的流量不足夠的話，這團清水和/或冷水借助于一些連接回路會在一回路中聚集，而當啟動主泵時，這團清水進入堆芯，將引起反應堆準瞬時重新臨界。

所以在主泵停運時，一定要將RCV泵吸入口切換到PTR001BA，因此我們專門設置了防止誤稀釋的保護（ADP）。

2.4 第三道屏障

安全殼設計承受一回路管道或二回路蒸汽管道雙端斷裂事故過程中產生的機械應力、熱應力和環境應力。在發生失水事故或主蒸汽管破裂事故后的很短時間內，在安全殼噴淋系統還未投入運行前，安全殼內的壓力將會達到一個峰值。安全殼設計成能經受此峰值壓力。此峰值壓力取決于破口處的質能釋放以及破裂前安全殼內的壓力和溫度條件。根據FSAR第15章的計算假定，安全殼的初始壓力為0.11MPa（絕對），安全殼的設計壓力為0.45MPa（絕對），如果事故前安全殼內相對壓力大于100mbar ，設計基準事故發生后安全殼內壓力可能超過設計值。

正常運行工況，按保守策略，安全殼內的相對壓力在-40～+60mbar之間，安全殼內的壓力變化與運行時間有關，特別是與使用壓縮空氣的氣動閥操作頻度相關以及安全殼內壓縮空氣的泄漏有關。在安全殼壓力在100mbar之前，運行技術規格書應該規定在60mbar到100mbar之間時，應該盡快降低反應堆廠房的相對壓力到可接受的范圍內。

為保證事故工況下，最大安全殼泄漏率不超過每24小時0.3%個安全殼內總體積，必須定期檢查安全殼密封性。通過在停機期間對安全殼及其貫穿件的定期試驗保證這一檢查。同時在機組運行狀態，也可對安全殼密封性進行某些跟蹤。

限值目的是檢查：

1）所有貫穿安全殼的回路和與安全殼內外空氣直接相通的系統處于正常在線狀態（尤其保持相應水封）；

2）在連接安全殼內外的貫穿件有無大的泄漏（特別SAS，EBA 大直徑的貫穿件）。

大修期間容易造成第三道屏障不滿足運行技術規格書：

1）8米和0米人員閘門的開啟或聯鎖不能滿足要求；

2）設備艙和生物屏蔽門的開啟不滿足要求；

3）機械貫穿件不能滿足要求；

4）在蒸汽發生器二次側人孔、手孔或眼孔打開的情況下可能通過構成安全殼密封擴展邊界的APG、ARE、ASG、REN二回路系統、SIR和VVP等系統而旁路（例如VVP安全閥工作、GCT-A工作等等）；

5）燃料傳輸通道不滿足要求。

在反應堆水池排空的情況下打開燃料輸運通道，最大的風險在于乏燃料水池同反應堆水池之間僅僅靠一道水閘門（乏燃料水池同燃料傳輸池之間）來密封，而水閘門失去壓空供氣或密封損壞失效時將導致乏燃料水池跑水。所以運行技術規格書有非常嚴格的規定。

在乏燃料水池跑水的情況下，可能導致PTR泵吸入口失水而導致KX廠房水池失去冷卻或水池的生物屏蔽不充分的放射性保護事故。

2.5 停堆換料期間反應堆廠房的動態屏蔽

在停堆換料期間，開啟8m氣閘門時，RX廠房由動態屏蔽代替靜態屏蔽，RX廠房的壓力應低于核輔助廠房并且在氣閘門處安裝門簾。應檢查ETY的通風確認其能順利地切換到碘排風，以保證事故情況下靜態屏蔽建立前（關閉8m氣閘）EBA的隔離期間的動態屏蔽。由于安全殼內壓力上升的情況下動態屏蔽不再有效，因此8m氣閘門應能快速關閉。

正常情況下DVN-EBA使RX的壓力低于核輔助廠房，建立動態屏障。然而在失去冷卻或者發生燃料裝卸事故的情況下，EBA隔離，動態屏障繼續由掃氣功能保證（ETY應在5分鐘內投運）。這種模式下，兩列帶碘捕捉器的ETY必須可用（與碘過濾器相關的加熱器也同時可用）。

為防止安全殼隔離閥自動關閉（意外的）而導致動態屏蔽破壞，必須閉鎖導致該閥門自動關閉的信號（TCAKRT01 閉鎖KRT009/017MA放射性高二ETY隔離信號）。

在進行放射性燃料操作時，允許安全殼動態屏蔽。這樣既能保證核安全（特別是操作風險），又能保證人員安全（由無聯鎖并裝有門簾的氣閘門快速撤離）。

EBA使RX的壓力低于核輔助廠房，建立動態屏障。當RX放射性高時，EBA保證人員撤離期間由ETY掃氣回路實現的動態屏蔽功能繼續（ETY應在5分鐘內投運）（IPMC001）

兩列ETY及其加熱器、碘過濾器必須可用，兩列風機中其中一列可由內部電源供電。

為防止安全殼隔離閥自動關閉（意外的）而導致動態屏蔽破壞，必須閉鎖導致該閥門自動關閉的信號。

預防性投入一列ETY 是沒有必要的，因為燃料操作事故發生后人員撤離期間，ETY能夠快速投運形成動態屏蔽。

2.6 GCT-A的安全功能

根據運行技術規范，GCT—A系統的安全功能主要體現在它是在某些事故后的運行規定中使用（如SGTR，主回路小破口）的系統。對二回路的超壓保護的安全功能不是由GCT—A系統來承擔而是主要由主蒸汽安全閥來承擔。而在某些事故處理中GCT—A系統承擔相應的安全功能。在SGTR事故中，必須需要利用GCT—A盡快對一回路冷卻從而在保證堆芯飽和裕度的前提下盡快對一回路降壓達到平衡一、二回路之間的壓力減少壓差以減少泄漏，而在一回路小破口事故中，也需要GCT—A盡快對一回路冷卻使在保證堆芯飽和裕度的前提下盡快對一回路降壓從而減少泄漏。

2.7 PAMS系統

PAMS在事故處理過程中以綜合詳細的形式為主控制室操縱員提供準確的、冗余的模擬數據，結合主控室的其它信息，使操縱員能夠跟蹤反應堆狀態相關的物理參數的變化。PAMS通道的設計和RPR相同，而且某些回路是兩系統公用的。

此系統的功能如下：

1）事故后的輔助診斷；

2）執行事故規程時幫助決策；

3）幫助事故后監視。

PAMS由下列部分組成：

1）狀態燈（顯示安全保護的要求）；

2）B列堆芯冷卻監測系統的數據；

3）用于顯示安全相關系統物理參數的設備；

4）其它信息設備。

安全監督盤的功能如下：

1）根據主泵狀態、一回路壓力和堆芯熱電偶測量溫度計算并顯示出飽和溫度裕度ΔTSAT、堆芯最高溫度和壓力容器水位；

2）信息系統采集、處理并顯示數據以便幫助事故診斷和事故處理；控制盤上各系統相關的狀態燈反映出安全保護要求的狀態（自動停堆、安注、噴淋……）。

堆芯冷卻監測系統的作用：持續地向操縱員顯示堆芯冷卻相關的數據，以便判斷一回路水沸騰的風險。堆芯冷卻監測系統向A/B列提供數據（一回路壓力、安全殼壓力、堆芯溫度）。系統的每一列都顯示堆芯出口最高溫度，飽和溫度裕度ΔTSAT，壓力容器水位等。

3 狀態控制規程

從上面的分析可以得出在大修期間存在的主要核安全風險，必須有效地歸避這些核安全風險，確保大修期間的核安全作到萬無一失，從而達到保護公眾和保護環境的最終目的。

而且正因為大修期間運行狀態多變，為了保證運行技術規格書在大修期間能夠得到很好地遵守，所以特別設置了兩類狀態控制規程，一類是靜態狀態控制規程（PT9SHP），它用于檢查機組所在的大修狀態的設備可用性滿足核安全的要求，滿足運行技術規格書對該狀態下設備可用性的要求，只要運行狀態處于該狀態，運行值必須至少每班一次執行相應的靜態控制規程，而且該規程由大修安全工程師獨立驗證執行。另一類是動態轉換控制規程（PT9DHP），它是在運行狀態轉換之前，檢查下一個狀態所需的設備和系統滿足運行技術規格書的要求。只有在相應的動態轉換控制規程的條件得到滿足之后，并且由大修安全工程師進行獨立驗證簽字同意之后，才允許進行運行狀態的轉換。

4 結束語

由于換料大修過程反應堆要經歷從功率運行到換料冷停堆以及再從換料冷停堆到功率運行的各個階段和狀態，系統和設備的狀態多變。然而在每一個運行狀態，保證核安全的三大功能和支持功能必須無條件得到滿足，所以運行技術規格書對大修期間的每種標準狀態都給出了明確的定義，而且詳細的規定了在各種運行狀態下為保證核安全三大功能（反應性控制、冷卻、放射性物質的包容）的所有必須可用的設備和系統，嚴格遵守運行技術規格書是保證大修核安全的首要前提。在大修期間，嚴格執行和遵守了DHP/SHP規程，運行技術規格書就能夠得到了很好的遵守，否則，就可能偏離運行技術規格書的要求，核安全就無法得到保證。

[責任編輯：湯靜]